Mise en service de l’atelier dénommé "atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2)" implanté au sein de l’INB n°178-U

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR a autorisé le 27 novembre 2025 la mise en service de l’atelier dénommé "atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2)" implanté au sein de l’installation nucléaire de base (INB) n°178-U.

L’ASNR a autorisé le 27 novembre 2025 la mise en service de l’atelier dénommé "atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2)" implanté au sein de l’installation nucléaire de base (INB) n°178-U. 

La création de l’AMC2 a été autorisée par le décret n°2023-1120 du 19 décembre 2023, dont les dispositions ont été reprises par le décret n° 2025-689 du 24 juillet 2025. Cet atelier a pour fonction le lavage des conteneurs métalliques cylindriques utilisés pour le transport et l’entreposage d’hexafluorure d’uranium sur le site Orano Tricastin. L’AMC2 est conçu pour traiter des cylindres ayant contenu de l’uranium naturel, de l’uranium naturel appauvri en isotope 235 ou de l’uranium naturel enrichi en isotope 235. La quantité maximale d’uranium autorisée dans l’AMC2 est de 3,5 tonnes dont la teneur en isotope 235 ne peut excéder 6 %.

L’ASNR a également encadré les valeurs limites de rejets ainsi que les modalités de ces rejets et de surveillance de l’environnement de l’AMC2 par décisions n° 2025-DC-022 et n° 2025-DC-023 de l’ASNR du 21 octobre 2025.

Voir la décision

Décision nº 2025-DC-026 de l'ASNR du 27 novembre 2025
autorisant la mise en service de l’atelier dénommé « Atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2) » implanté au sein de l’installation nucléaire de base n° 178-U sur le site du Tricastin

Thème
Sûreté
Type de contenu
Note d'information

Olivier Gupta intervient aux 20 ans d’ENISS et au séminaire annuel de NuclearEurope

Soumis par WebmasterMN le
Introduction
Le 2 décembre 2025, Olivier Gupta a été invité à intervenir, au titre de vice-président de l’association WENRA des responsables d’autorités de sûreté nucléaire d’Europe et de directeur général de l’ASNR, à l’occasion d’un événement marquant les 20 ans de la création de l’association ENISS des exploitants nucléaires européens et du séminaire annuel de l’industrie nucléaire européenne NuclearEurope.

Le 2 décembre 2025, Olivier Gupta a été invité à intervenir, au titre de vice-président de l’association WENRA des responsables d’autorités de sûreté nucléaire d’Europe et de directeur général de l’ASNR, à l’occasion d’un événement marquant les 20 ans de la création de l’association ENISS des exploitants nucléaires européens et du séminaire annuel de l’industrie nucléaire européenne NuclearEurope.

Olivier Gupta au séminaire annuel de NuclearEurope.

Olivier Gupta au séminaire annuel de NuclearEurope.

Au cours d’une première réunion avec ENISS, plusieurs thèmes méritant un approfondissement des échanges entre WENRA et ENISS ont été identifiés, tels que la poursuite de l’exploitation des réacteurs existants, la définition d’objectifs de sûreté pour les nouveaux réacteurs, et l’harmonisation de la réglementation et des processus d’évaluation de la sûreté. La question de la reconnaissance entre autorités de sûreté nucléaire d’évaluation conduite par l’une d’entre elle a également été débattue.

Cet événement s’est poursuivi par le séminaire annuel de NuclearEurope. 

Au sein d’un panel constitué notamment du directeur général adjoint de l’énergie de la Commission européenne et d’un membre du Parlement européen, Olivier Gupta a fait part de la vision des autorités de sûreté européennes dans le contexte actuel de redémarrage du nucléaire.

Il a rappelé que la déclaration faite par WENRA en 2022 restait pleinement d’actualité. WENRA appelait alors les gouvernements à donner des orientations claires et stables en matière de politique énergétique, car une vision de long terme est favorable à la fois à la maîtrise industrielle et à la sûreté. WENRA appelait également les différents acteurs à préserver la responsabilité première des exploitants en matière de sûreté nucléaire ainsi que l’indépendance des autorités de sûreté.

Revenant sur les difficultés du secteur pour conduire des projets longs et complexes, il a mentionné la nécessité que l’industrie dispose des compétences nécessaires, puisse s’appuyer sur une chaine d’approvisionnement robuste, n’engage des projets de construction que lorsque les conceptions sont suffisamment matures et renforce la standardisation des modèles de réacteurs.

Olivier Gupta a également insisté sur la volonté des autorités de sûreté d’adapter les processus réglementaires aux cycles de vie des installations notamment en engageant avec les porteurs de projets des échanges très en amont du développement de nouveaux modèles de réacteurs, de stabiliser les référentiels techniques de sûreté et de renforcer la mise en place d’une approche graduée et proportionnée au risque.

Il a enfin mis en avant que sûreté nucléaire, performance industrielle et efficacité ne sont pas antinomiques mais se renforcent mutuellement.

Thème
Sûreté
Type de contenu
Note d'information

L’ASNR publie son analyse sur les événements significatifs de transport déclarés entre 2021 et 2024 : statistiques, recommandations et rappel des exigences réglementaires à respecter

Soumis par XavierL le
Introduction
Afin de prévenir les accidents impliquant des matières dangereuses (dont font partie les matières radioactives), le transport de matières dangereuses (TMD) fait l’objet de réglementations internationales déclinées dans le droit français, avec quelques spécificités nationales le cas échéant. La prévention des accidents de transport repose notamment sur des dispositions techniques (robustesse du colis, arrimage…) et organisationnelles (formation des personnes en charge du TMD, consignes de sécurité, nomination d’un conseiller à la sécurité dans les entreprises chargeant, déchargeant ou transportant des matières dangereuses…) appelées par la réglementation.
Rapport sur les événements significatifs de transport déclarés à l’ASN sur la période 2021-2024

Rapport sur les événements significatifs de transport déclarés à l’ASN sur la période 2021-2024

Afin de prévenir les accidents impliquant des matières dangereuses (dont font partie les matières radioactives), le transport de matières dangereuses (TMD) fait l’objet de réglementations internationales déclinées dans le droit français, avec quelques spécificités nationales le cas échéant. La prévention des accidents de transport repose notamment sur des dispositions techniques (robustesse du colis, arrimage…) et organisationnelles (formation des personnes en charge du TMD, consignes de sécurité, nomination d’un conseiller à la sécurité dans les entreprises chargeant, déchargeant ou transportant des matières dangereuses…) appelées par la réglementation.

En France, environ un million de colis chargés de matières radioactives sont transportés chaque année. La survenue d’accidents impliquant ces matières est anecdotique au regard du nombre d’accidents corporels de la route[1]. Toutefois, la réglementation[2] impose de déclarer à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) tout événement ayant des conséquences réelles ou potentielles sur la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement (c’est-à-dire la sécurité, la santé et la salubrité publiques ou la protection de la nature et de l’environnement). 

En effet, la déclaration de ces événements, et leur analyse, visent à faire progresser la sûreté des transports de matières radioactives en permettant notamment :

  • de prévenir le renouvellement d’événements identiques ou similaires par la mise en œuvre de mesures correctives et préventives appropriées ;
  • d’éviter qu’une situation aggravée puisse se produire, en analysant les conséquences potentielles d’événements pouvant être précurseurs d’événements plus graves ;
  • d’identifier les bonnes pratiques à promouvoir afin d’améliorer la sûreté des transports.

Le rapport publié révèle que beaucoup des événements survenus auraient pu être évités et rappelle notamment les exigences réglementaires applicables en matière de transport de matières radioactives. Les quelques événements marquants survenus lors de la période 2021-2024 sont présentés, ainsi que des statistiques relatives aux événements significatifs déclarés sur cette période.

L’ASNR a porté les résultats de cette analyse et ses recommandations à la connaissance des parties prenantes (transporteurs, expéditeurs, commissionnaires de transport, exploitants, conseillers à la sécurité des transports, etc.), ainsi qu’aux organismes de formation des conducteurs de transport de matières radioactives. Les instances ministérielles concernées ont également été informées de cette publication.

En savoir plus :

Événements significatifs de transport déclarés auprès de l’Autorité entre 2021 et 2024
(PDF - 1.34 Mo )

__________________

[1] Plus de 50 000 chaque année selon l’Observatoire national interministériel de la sécurité routière (ONISR).

[2] Article L. 591-5 du code de l’environnement - Paragraphe 1.8.5 de l’ADR, du RID et de l’ADN – Article 7 de l’arrêté TMD – Instructions techniques de l’OACI (§ 7 de la partie 1 et § 4.4 et 4.5 de la partie 7).

Thème
Sûreté
Type de contenu
Note d'information

Petits réacteurs modulaires : publication d’une évaluation conjointe, menée par six autorités de sûreté européennes, sur un projet de réacteur

Soumis par admin le
Introduction
L’ASNR publie les enseignements tirés de la phase 2 de la revue menée conjointement avec ses homologues néerlandaise (ANVS), polonaise (PAA), suédoise (SSM), finlandaise (STUK) et tchèque (SUJB) sur les options de sûreté du projet de réacteur NUWARD SMR [1], développé par une filiale d’EDF.

L’ASNR publie les enseignements tirés de la phase 2 de la revue menée conjointement avec ses homologues néerlandaise (ANVS), polonaise (PAA), suédoise (SSM), finlandaise (STUK) et tchèque (SUJB) sur les options de sûreté du projet de réacteur NUWARD SMR [1], développé par une filiale d’EDF.

Cette évaluation conjointe, réalisée à l’initiative de l’ASNR, a été menée dans le cadre de la deuxième phase de la Joint Early Review et dont les premières conclusions avaient été publiée en septembre 2023. 

Cette seconde phase s’est appuyée sur les réussites de la phase pilote — en particulier le travail de revue d’un projet précis et l’établissement d’un dialogue direct avec le concepteur — tout en évoluant pour répondre à de nouveaux défis, notamment une participation plus large. Lors de cette nouvelle phase, le périmètre de l’évaluation a été étendu à de nouvelles thématiques techniques, notamment sur les barrières de confinement, l’évaluation des conséquences radiologiques d’un accident et l’architecture des systèmes électriques et de contrôle-commande. 

Le rapport final de cette coopération multilatérale présente le programme mené, la méthode de travail mise en œuvre, ainsi que les principaux enseignements tirés.

Cette initiative confirme l’intérêt de développer des coopérations multilatérales pour l’évaluation de projets de réacteurs arrivés à un degré de maturité suffisant, dans un contexte international marqué par la standardisation.

Des échanges sont actuellement en cours afin de poursuivre la revue conjointe du projet de réacteur NUWARD, autour de nouvelles thématiques.

Signature ToR Nuward phase 2
Phase 2 de l'évaluation conjointe

[1] NUWARD SMR est un concept d’unité de production d’électricité. Ce projet appartient à la catégorie des petits réacteurs modulaires, désignés en anglais sous l’acronyme « SMR » (Small Modular Reactors).

Télécharger le rapport

Nuward Joint Early Review – Closure Report Phase 2

Thème
Sûreté
International
Type de contenu
Note d'information

L’ASNR encadre la poursuite de fonctionnement de l’INB 29, dénommée UPRA et exploitée par CIS bio international au vu des conclusions de son réexamen périodique

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 29, dénommée UPRA, exploitée par CIS bio international et implantée à Saclay (Essonne). Il s’agit du second réexamen périodique de l’INB 29.
L’ASNR encadre la poursuite de fonctionnement de l’INB 29, dénommée UPRA et exploitée par CIS bio international au vu des conclusions de son réexamen périodique

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 29, dénommée UPRA, exploitée par CIS bio international et implantée à Saclay (Essonne). Il s’agit du second réexamen périodique de l’INB 29.

L’INB 29 a été déclarée par lettre du CEA du 27 mai 1964. Il s’agit d’un établissement pharmaceutique, dont l’activité principale est la production de radionucléides pour la médecine. Depuis le décret du 15 décembre 2008, CIS bio international est devenu l’exploitant nucléaire de l’INB 29. Ces dernières années, CIS bio international a fortement réduit la quantité de matières radioactives contenues dans l’installation, ce qui limite les enjeux de sûreté associés. 

Le réexamen périodique a pour but, d’une part, de procéder à un examen de conformité de l’installation, afin de vérifier qu’elle respecte bien l’ensemble des règles de sûreté qui lui sont applicables et, d’autre part, d’améliorer son niveau de sûreté en tenant compte de l’évolution des exigences, des pratiques et des connaissances en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, ainsi que du retour d’expérience national et international pour ce type d’installation. 

CIS bio international a transmis en juillet 2018 à l’ASNR un rapport présentant les conclusions du réexamen périodique de l’INB 29, justifiant l’aptitude de cette installation à fonctionner jusqu’au prochain réexamen dans des conditions de sûreté satisfaisantes au regard de l’état actuel de l’installation et des améliorations définies dans le plan d’action du réexamen. Plusieurs améliorations ont été identifiées au cours de l’instruction de ce dossier par l’ASNR. CIS bio international les a intégrées, dans leur grande majorité, dans son plan d’action. 

L’ASNR souligne la forte implication de l’exploitant pour mener les différentes phases associées au processus de réexamen périodique, et considère que la mise en œuvre du plan d’action adopté a été engagée avec rigueur. L’ASNR estime que les dispositions de maîtrise des risques et inconvénients identifiées dans ce plan d’action permettront d’apporter un nouveau gain de sûreté à l’installation, permettant ainsi une poursuite de fonctionnement dans des conditions satisfaisantes.

Toutefois, au vu des enjeux associés à certains points de sûreté identifiés au cours de l’instruction et de la nécessité d’encadrer les délais de réalisation des actions associées, l’ASNR a décidé de soumettre la poursuite du fonctionnement de cette installation au respect de prescriptions portant sur différents points, tels que la réduction de l’inventaire radiologique, la maîtrise des risques de dissémination de matières radioactives, la maîtrise des risques liés à l’incendie, la maîtrise des risques d’exposition aux rayonnements ionisants et l’évaluation des conséquences radiologiques pour le public en cas d’accident. Ces prescriptions visent à imposer à l’exploitant l’achèvement de certaines opérations ainsi que la remise d’études ou de justifications complémentaires.

Ainsi, et après consultation du public et de l’exploitant, la poursuite de fonctionnement de l’UPRA est soumise aux prescriptions définies dans la décision n° 2025-DC-018 de l’ASNR du 25 septembre 2025.

L’exploitant devra transmettre à l’ASNR son rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB 29 avant le 31 juillet 2028.

En savoir plus

Analyse du rapport de conclusions de réexamen périodique de l’installation UPRA exploitée par CIS bio international
(PDF - 635.46 Ko)

Décision n° 2025-DC-018 de l’ASNR du 25 septembre 2025
fixant les prescriptions applicables à l’INB n° 29, dénommée UPRA, au vu des conclusions de son réexamen périodique


 

Thème
Sûreté
Type de contenu
Note d'information

Valeurs limites de rejets dans l’environnement et prescriptions relatives aux prélèvements et à la consommation d’eau, aux rejets d’effluents et à la surveillance de l’environnement

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR élabore l’encadrement des rejets d’effluents de l’installation nucléaire de base (INB) 178-U, qui regroupe les parcs d’entreposage uranifères, les bâtiments de crise et l’atelier de maintenance des conteneurs (AMC2), implantés sur la plateforme du Tricastin à Pierrelatte (Drôme) et exploités par Orano Chimie-Enrichissement (CE).

L’ASNR élabore l’encadrement des rejets d’effluents de l’installation nucléaire de base (INB) 178-U, qui regroupe les parcs d’entreposage uranifères, les bâtiments de crise et l’atelier de maintenance des conteneurs (AMC2), implantés sur la plateforme du Tricastin à Pierrelatte (Drôme) et exploités par Orano Chimie-Enrichissement (CE).

Conformément aux dispositions du code de l’environnement prévues aux articles L. 593-1 et suivants, cet encadrement des rejets est réalisé par deux décisions :

  • une décision fixant les valeurs limites de rejet dans l’environnement, soumise à l’homologation du ministre chargé de la sûreté nucléaire ;
  • une décision définissant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d’eau, de transfert et de rejet d’effluents, et de surveillance de l’environnement.

Les activités de la plateforme Orano Tricastin sont liées à la chimie du cycle du combustible nucléaire, l’entreposage de substances radioactives et au démantèlement et à l’assainissement d’installations. L’enrichissement en uranium 235 par centrifugation nécessite des opérations d’entreposage et de transfert d’hexafluorure d’uranium (UF6), actuellement réalisées au moyen de conteneurs, dits cylindres, qui nécessitent des opérations de maintenance et de lavage. Ces opérations sont réalisées dans une installation individuelle de l’INBS du Tricastin, l’atelier de maintenance des conteneurs (AMC), dont l’arrêt définitif est actuellement prévu à la fin de l’année 2026. 

La création de l’atelier de maintenance des conteneurs, dit AMC2, a été autorisée en 2023 par le décret [1]. Cet atelier a vocation à reprendre une partie des activités de maintenance de l’actuel atelier de maintenance, l’AMC. L’AMC2 produira des rejets d’effluents gazeux et les effluents liquides seront transférés vers le site Orano CE de Malvési pour y être recyclés dans le procédé des installations de Malvési. En cas d’impossibilité de réception par les installations de Malvési, les effluents liquides seront transférés vers l’INB 138 de la plateforme du Tricastin pour y être traités avant rejet. La mise en service de l’AMC2 nécessite par conséquent des prescriptions techniques concernant les valeurs limites de rejets ainsi que les modalités de ces rejets et de surveillance de l’environnement. 

Concernant les installations existantes des anciennes INB 178, 179 et 180, les rejets au milieu naturel issus des eaux pluviales et des eaux usées sont gérés par l’arrêté de rejets de l’INBS. Les rejets et transferts des parcs P18, P1, P2, P7, P9, PP (Est) et le parc de l’annexe U, anciennement réglementés dans les prescriptions techniques de rejets des INB 93 et 155 (référencées de [2] à [5]), sont désormais réglementés dans les nouvelles décisions.

L’incidence des installations concernées est faible :

  • aucune des installations concernées ne réalise de prélèvements d’eau dans le milieu environnant ;
  • seul l’AMC2 effectue des rejets gazeux. Leur incidence radiologique est très faible ; elle est estimée à 0,02 % de la limite de dose réglementaire pour la population (1 mSv/an) ;
  • seul l’AMC2 produit des effluents liquides radioactifs qui seront recyclés dans le procédé des installations d’Orano CE sur le site de Malvési. En cas d’impossibilité de réception des effluents à Malvési, les effluents pourront être transférés vers l’INB 138 pour traitement avant rejet. Dans ce dernier cas, l’incidence radiologique des rejets liquides est négligeable ;
  • les rejets chimiques ne nécessitent pas d’être réglementés car ils sont en deçà des seuils définis dans l’arrêté du 2 février 1998 [7] dans sa rédaction en vigueur à la date de publication de l’arrêté INB en référence [6] ;
  • concernant les eaux pluviales, les limites proposées dans les décisions en projet reprennent les limites de l’arrêté du 2 février 1998 [7] dans sa rédaction en vigueur à la date de publication de l’arrêté INB en référence [6]. 

Enfin, les prescriptions liées à la surveillance de l’environnement proposées sont cohérentes avec les prescriptions des autres installations de la plateforme du Tricastin. Deux prescriptions ont été ajoutées concernant la dosimétrie en limite du site. En effet, l’ASNR a constaté que des dosimètres environnementaux mesurent une dose annuelle de l’ordre du millisievert, au droit des parcs d’entreposage d’oxydes d’uranium et estime donc nécessaire d’intégrer un dosimètre aux registres environnementaux mensuels et de vérifier régulièrement le respect de la limite de dose annuelle.

Ces textes ont été élaborés après consultation du public sur le site de l’ASNR sur les projets de prescriptions, qui s’est tenue du 2 au 24 juin 2025.

Voir les décisions de l'ASNR

Décision n° 2025-DC-022 de l’ASNR du 21 octobre 2025 
fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d’eau, de transferts, de rejets dans l’environnement des effluents liquides et gazeux et de surveillance de l’environnement de l’installation nucléaire de base n° 178-U implantée sur le site du Tricastin, sur les communes de Pierrelatte et de Saint-Paul-Trois-Châteaux (département de la Drôme)

Décision n° 2025-DC-023 de l’ASNR du 21 octobre 2025 
fixant les valeurs limites de rejet dans l’environnement des effluents de l’installation nucléaire de base n° 178-U implantée sur le site du Tricastin, sur les communes de Pierrelatte et de Saint-Paul-Trois-Châteaux (département de la Drôme)

Références

[1] Décret n° 2023-1220 du 19 décembre 2023 modifiant le périmètre de l’installation nucléaire de base no 178, dénommée « Parcs uranifères du Tricastin », implantée sur le site du Tricastin, sur le territoire des communes de Pierrelatte et de Saint-Paul-Trois-Châteaux (département de la Drôme), et autorisant la société Orano Chimie-Enrichissement à ajouter dans le périmètre de cette installation un atelier, dénommé « Atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2) »

[2] Décision n° 2023-DC-0757 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 11 mai 2023  fixant les valeurs limites de rejet dans environnement de l’installation nucléaire de base n° 155, dénommée TU5, située à Pierrelatte

[3] Décision n° 2023-DC-0758 de l’Autorité de sureté nucléaire du 11 mai 2023 fixant les prescriptions relatives aux prélèvements et à la consommation d’eau, aux transferts et rejets d’effluents et à la surveillance de l’environnement de l’installation nucléaire de base no 155, dénommée TU5, située à Pierrelatte

[4] Décision n° 2013-DC-0357 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 16 juillet 2013 fixant les valeurs limites des rejets dans l'environnement des effluents gazeux et liquides de l’installation nucléaire de base n° 93, usine Georges Besse, exploitée par Eurodif Production sur la commune de Pierrelatte (Drôme)

[5] Décision n° 2013-DC-0356 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 16 juillet 2013 fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d'eau, de transfert des effluents liquides et de rejets dans l'environnement des effluents liquides et gazeux de l'installation nucléaire de base n°93, usine Georges Besse, exploitée par Eurodif Production sur la commune de Pierrelatte (Drôme) ainsi qu'à l'exploitation d'un dispositif de confinement hydraulique et de traitement des eaux de la nappe alluviale présentes sous l'installation nucléaire de base n°93

[6] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base

[7] Arrêté du 2 février 1998 relatif aux prélèvements et à la consommation d'eau ainsi qu'aux émissions de toute nature des installations classées pour la protection de l'environnement soumises à autorisation, dans sa rédaction en vigueur à la date de publication de l’arrêté INB en référence[6]

Thème
Environnement
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L’ASNR participe la réunion plénière de WENRA organisée les 6 et 7 novembre 2025 à Bath (Royaume-Uni)

Soumis par XavierL le
Introduction
Les 6 et 7 novembre 2025, Olivier Gupta, directeur général de l’ASNR et vice-président de WENRA, et Luc Chanial, conseiller international auprès du comité exécutif, ont participé à la réunion plénière de WENRA, l’association des responsables d’Autorités de sûreté nucléaire d’Europe.

Les 6 et 7 novembre 2025, Olivier Gupta, directeur général de l’ASNR et vice-président de WENRA, et Luc Chanial, conseiller international auprès du comité exécutif, ont participé à la réunion plénière de WENRA, l’association des responsables d’Autorités de sûreté nucléaire d’Europe.

L’ASNR participe la réunion plénière de WENRA organisée les 6 et 7 novembre 2025 à Bath

Réunis à Bath (Royaume-Uni) sous la présidence de Mark Foy, le responsable de l’ONR, l’Autorité de sûreté nucléaire du Royaume-Uni, les membres de WENRA ont abordé plusieurs sujets d’importance, notamment :

  • les conditions d’ouverture à des autorités de sûreté non-européennes intéressées à rejoindre WENRA en tant qu’observatrices. Rappelant l’importance de la dimension européenne dans les fondements de WENRA, ses membres ont décidé de ne pas modifier les critères d’adhésion actuellement en vigueur et de maintenir inchangée la composition actuelle. Reconnaissant le besoin d’échanger plus largement et de partager expériences et pratiques avec d’autres homologues, ils ont par ailleurs décidé de réfléchir à des modalités de relations adaptées aux besoins des autorités concernées ;
  • les usages de certains nouveaux types de réacteurs, comme les petits réacteurs modulaires, conduisant les industriels à envisager une installation proche de zones urbaines densément peuplées et les conséquences sur le niveau de sûreté alors attendu;
  • la possibilité de conduire des travaux d’évaluation conjoints de la sûreté de réacteurs et les conditions dans lesquelles une évaluation conduite par une autorité de sûreté donnée, membre ou non de WENRA, sur un modèle de réacteur pourrait être prise en compte par un ou plusieurs membres de WENRA ;
  • les modalités de contribution de WENRA au 3e exercice thématique de revue par les pairs devant être conduit dans le cadre de la directive européenne 2009/71/Euratom révisée en 2014 avec, notamment, le choix du sujet thématique de la revue ;
  • l’état des lieux de la sûreté des installations nucléaires en Ukraine, notamment celle du réacteur n° 4 de Tchernobyl à la suite du bombardement de l’arche assurant son confinement par l’armée russe le 14 février dernier, et celle de la centrale de Zaporijjia ayant été à plusieurs reprises privée d’alimentation électrique externe au cours des dernières semaines ;
  • les modalités de participation du public dans le cadre des évaluations périodiques de sûreté des installations nucléaires et la responsabilité respective des exploitants et autorités de sûreté nucléaire dans ces exercices périodiques.
L’ASNR participe la réunion plénière de WENRA organisée les 6 et 7 novembre 2025 à Bath (Royaume-Uni)

Les groupes de travail ont rapporté sur leurs activités respectives. WENRA a par ailleurs invité ENISS et ETSON à présenter leur organisation, le type d’activités conduites et les domaines jugés actuellement prioritaires. Cet échange a confirmé le besoin de renforcer les relations entre WENRA et chacune de ces organisations européennes. Il sera notamment suivi de prochaines réunions entre les groupes de travail de WENRA et d’ETSON compétents pour les réacteurs nucléaires (respectivement RHWG et TBRS).

Lors de cette réunion, compte tenu du départ en retraite de Mark Foy, la présidence de WENRA a été confiée à Petteri Tiippana, directeur général de STUK, l’Autorité de sûreté nucléaire finlandaise. Annemiek van Bolhuis, présidente du Board d’ANVS, l’Autorité de sûreté nucléaire des Pays-Bas, et Igor Sirc, directeur général de SNSA, l’Autorité de sûreté nucléaire slovène, ont été nommés membres du bureau de WENRA et rejoignent donc Olivier Gupta en tant que vice-présidents de l’association.

L’ASNR participe la réunion plénière de WENRA organisée les 6 et 7 novembre 2025 à Bath (Royaume-Uni)
Thème
International
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L’ASNR valide la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire Ionisos de Pouzauges

Soumis par XavierL le
Introduction
La société Ionisos exploite l’installation nucléaire de base (INB) 146, située à Pouzauges (85). Cette installation est une usine d’ionisation destinée à assurer le traitement par rayonnement gamma de matériel médical ou de produits alimentaires à des fins de stérilisation. Les principaux risques que présente l’installation, compte tenu de l’utilisation de sources scellées de cobalt-60, sont l’exposition aux rayonnements ionisants, en particulier pour les travailleurs, et la dispersion de matière radioactive.

La société Ionisos exploite l’installation nucléaire de base (INB) 146, située à Pouzauges (85). Cette installation est une usine d’ionisation destinée à assurer le traitement par rayonnement gamma de matériel médical ou de produits alimentaires à des fins de stérilisation. Les principaux risques que présente l’installation, compte tenu de l’utilisation de sources scellées de cobalt-60, sont l’exposition aux rayonnements ionisants, en particulier pour les travailleurs, et la dispersion de matière radioactive. 

Compte tenu de la robustesse de conception des sources scellées et de l’installation, ainsi que des dispositions prises par l’exploitant, ces risques sont maintenus à un niveau limité. L’installation est classée par l’ASNR en catégorie 3, qui est la catégorie des INB présentant le moins de risques et inconvénients pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement.

En 2017, Ionisos a remis son rapport de conclusions à la suite du réexamen périodique de l’installation. Ce réexamen, qui a lieu tous les dix ans, consiste à examiner la conformité de l’installation aux règles qui lui sont applicables et à améliorer son niveau de sûreté au regard des meilleures pratiques disponibles. 

À l’issue de l’instruction par l’ASNR du rapport de conclusions du réexamen, l’exploitant a pris des engagements qui complètent les plans d’action prévus pour améliorer la sûreté de son installation. 

L’ASNR estime que les dispositions mises en œuvre par l’exploitant pour la maîtrise des risques que présente son installation sont globalement adaptées aux enjeux.

Ainsi, l’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite du fonctionnement de l’INB 146 pour les prochaines années.

L’ASNR ne prévoit pas d’édicter de prescription particulière à la suite de ce réexamen. L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre de l'Économie, des Finances et de la Souveraineté industrielle et numérique.

Le rapport de conclusions du prochain réexamen de cette INB est attendu au plus tard le 28 avril 2027.

Pour en savoir plus :

Thème
Sûreté
Type de contenu
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Un bilan riche pour le dialogue technique 2023-2025 sur le Dossier de demande d’autorisation de création (DDAC) de Cigéo

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Introduction
Le dialogue technique sur le Dossier de demande d’autorisation de création (DDAC) de Cigéo s’achève sur un bilan riche d’échanges autour de 380 questions posées par la société civile et d’un scénario co-construit d’abandon du stockage pendant son fonctionnement.

Le dialogue technique sur le Dossier de demande d’autorisation de création (DDAC) de Cigéo s’achève sur un bilan riche d’échanges autour de 380 questions posées par la société civile et d’un scénario co-construit d’abandon du stockage pendant son fonctionnement.

Dialogue technique Cigéo
Dernière séance plénière du dialogue technique le 30 septembre 2025. - © ASNR

Organisé par l’ASNR, l’ANCCLI et le CLIS de Bure, le dialogue technique démarré début 2023 a associé la société civile à l’ensemble de la phase d’expertise technique menée par l’ASNR sur le Dossier de demande d’autorisation de création du centre de stockage de Cigéo.
Dans le contexte d’une instruction conséquente sur un dossier et une installation hors norme, une cinquantaine de personnes de l’ASNR ont été mobilisées pour la réussite de ce dialogue technique.

15 rencontres en plénière ou en groupes thématiques ont ponctué les trois années du dialogue technique consacré à la sûreté nucléaire du potentiel centre de stockage, à la radioprotection du personnel, du public et de l’environnement.

Près de 100 participants du CLIS de Bure, de commissions locales d’information (CLI), d’associations et experts indépendants ont échangé avec les experts de l’ASNR sur les données de base de l’évaluation de la sûreté (saison 1), la sûreté en exploitation des installations de surface et souterraines (saison 2), et en après-fermeture (saison 3).

Les 380 questions recueillies ont permis à l’ASNR de prendre en compte les préoccupations de la société civile à chaque étape de son expertise technique.

L’autre contribution majeure du dialogue technique est la co-construction d’un scénario d’évolution de Cigéo non traité dans le DDAC. Issu d’une réflexion participative et itérative, il postule un abandon du site pendant sa phase d’exploitation à la suite d’une rupture sociétale, sans fermeture du stockage. L’évaluation partagée des enjeux de sûreté associés a été l’occasion pour les participants de la société civile de s’immerger dans le processus d’expertise. 
L’ASNR a conduit des modélisations spécifiques sur la base des hypothèses sélectionnées par les participants pour estimer les conséquences de ce scénario d’abandon sur le très long terme.
Lors de la réunion du 30 septembre 2025, les participants de la société civile ont appréhendé les résultats de calculs et en ont tiré des enseignements ou des recommandations. 
Ce travail conjoint inédit constitue une véritable plus-value pour l’évaluation de la robustesse du stockage et donc pour l’expertise de l’ASNR. À la demande de l’ASNR, l’Andra s’est engagée à intégrer ce scénario à son dossier lors de sa prochaine révision.

À l’issue de l’instruction technique qu’elle a menée, l’ASNR rendra son avis en novembre 2025 sur la demande déposée par l’Andra, tel que prévu par l’article L. 542-10-1 du code de l’environnement.
L’avis de l’ASNR présentera la synthèse de l’analyse technique et de l’expertise du dossier, au regard des attendus réglementaires applicables à une installation nucléaire de stockage géologique de déchets radioactifs en couche profonde, ainsi que les perspectives d’encadrement des futures étapes de la vie du projet par des prescriptions techniques, dans l’hypothèse où celui-ci serait autorisé. Cet avis sera rendu public et présenté au Parlement. Il a vocation à éclairer les consultations réglementaires à venir, qui constituent la seconde phase de la procédure d’examen du dossier, après l’instruction technique : autorité environnementale, collectivités territoriales de Meuse et de Haute Marne, comité local de l’eau, Commission locale d’information (CLI), et surtout l’enquête publique, qui sera organisée par la Préfecture de la Meuse en 2026.

Pour en savoir plus

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Dialogue avec les parties prenantes : le collège de l’ASNR rencontre Greenpeace France

Soumis par WebmasterEB le
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Dans le cadre de sa démarche de dialogue avec les parties prenantes, l’ASNR a reçu le 1er juillet une délégation de Greenpeace France.

Dans le cadre de sa démarche de dialogue avec les parties prenantes, l’ASNR a reçu le 1er juillet une délégation de Greenpeace France.

L’échange a porté sur les sujets d’actualité suivants :

Le collège de l’ASNR reçoit régulièrement cette association. Ces rencontres permettent au collège de mieux appréhender les préoccupations et les avis de ses interlocuteurs, d’expliquer les principes et les modalités de l’activité de contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, et de connaître leur position sur les démarches de dialogue en cours et à venir.

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